Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究

采用GB/T15260—94B法(即铜-硫酸铜-16%硫酸测定镍基合金的晶间腐蚀敏感性的方法)对国产Incoloy800H传热管在不同条件下的晶间腐蚀试验结果进行研究,并与进口Incoloy800H合金管的抗晶间腐蚀性能进行对比。分析结果表明,影响合金抗晶间腐蚀能力的主要因素是C、Ti含量,其敏感性随C含量的增加而递增,加入Ti元素是降低晶间腐蚀敏感性和防止晶间腐蚀的有效措施。     

应用高科技成果提高注聚泵的寿命和可靠性

以往人们在设计和制造注聚泵时,仅考虑性能指标,尤其是容积效率的提高,而轻视注聚泵寿命和可靠性,这是导致注聚泵故障增多和维修频次增加的重要原因。据此,大庆科达泵业有限公司通过采用陶瓷等离子热喷涂技术、ＭＯＮＥＬ－Ｋ５００阀簧新材料,优选填料材质,优化阀组的热处理工艺和改进柱塞与接杆的连接结构等高科技成果,探索出提高注聚泵寿命和可靠性的有效途径。     

核电站金属堆内构件设备用12Cr2Mo1合金钢锻件落锤试验

12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,为保证该材质在反应堆整个寿命期内的性能不发生失效,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT小于等于-25℃的落锤试验,而国内锻件生产企业以往从无此技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践活动,为实现在高温堆核岛主设备上的成功应用通过试验和科研攻关掌握了其核心制造技术。介绍了12Cr2Mo1材质锻件在制造过程中所出现的质量问题、原因分析、采取的改进措施及取得成效等,将对今后GW级高温堆核电设备的国产化用材提供借鉴。     

核电站金属堆内构件设备用12Cr2H01合金钢锻件落锤试验

12Cr2M01合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质，为保证该材质在反应堆整个寿命期内的性能不发生失效，在制造时要求进行无延性转变温度尺TNDT小于等于-25℃的落锤试验．而国内锻件生产企业以往从无此技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践活动，为实现在高温堆核岛主设备上的成功应用通过试验和科研攻关掌握了其核心制造技术。介绍了12Cr2Mo1材质锻件在制造过程中所出现的质量问题、原因分析、采取的改进措施及取得成效等，将对今后GW级高温堆核电设备的周产化用材提供借鉴.     

核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究

对核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管在不同敏化条件下进行晶间腐蚀试验,结果表明,未经敏化处理而直接进行晶间腐蚀试验的试样未见明显宏观裂纹,而经敏化处理的试样发生了不同程度的宏观裂纹,且敏化时间越长,裂纹倾向越严重。因此,为提高Incoloy800H传热管的抗晶间腐蚀能力,应降低C含量,提高Ti含量,同时严格控制介质的环境,以避免传热管晶间腐蚀裂纹的发生。